В рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» специалисты Горно-химического комбината провели комплексные инженерные и радиационные обследования, разработали нормативно-техническую документацию и определили способ вывода из эксплуатации промышленных уранграфитовых реакторов предприятия с соблюдением всех норм экологической безопасности.
На площадке ФГУП «ГХК» расположены три промышленных уранграфитовых реактора (ПУГР) – АД, АДЭ-1 и АДЭ-2. Вместе со вспомогательным оборудованием и коммуникациями они размещены в горных выработках скального массива – в шахтах, облицованных монолитным бетоном.
- ПУГР АД являлся одноцелевым проточным реактором на тепловых нейтронах. Реактор эксплуатировался с 28 августа 1958 года, остановлен для вывода из эксплуатации 30 июня 1992 года.
- ПУГР АДЭ-1 проектировался как энергетический, но эксплуатировался как одноцелевой реактор в проточном режиме с 20 июля 1961 года. Остановлен для вывода из эксплуатации 29 сентября 1992 года.
- ПУГР АДЭ-2 работал с 1964 года в двухцелевом режиме, остановлен для вывода из эксплуатации 15 апреля 2010 года.
После останова ПУГР АД и АДЭ-1 приведены в ядерно безопасное состояние, получены соответствующие заключения ОЯБ ФЭИ по ядерной безопасности графитовых кладок реакторов.
На реакторах АД и АДЭ-1 выполнен основной объем работ по демонтажу систем и оборудования, герметизации проходок через шахты реакторов, дезактивации оборудования и помещений. По оценочному расчету, осталось выполнить около 5% от общего объема предусмотренных демонтажных работ.
Варианты вывода из эксплуатации
До 2009 года вывод из эксплуатации ПУГР АД и АДЭ-1 осуществлялся по варианту долговременного хранения реактора в пределах шахты на срок не менее 100 лет. Данный вариант был предложен в качестве дополнительного к двум основным (захоронению и ликвидации) как версия отложенного окончательного решения и предусматривал герметизацию реакторного оборудования в пределах реакторного пространства. Окончательное решение – ликвидация или захоронение без намерения ликвидации – должно быть принято по завершению срока хранения реакторов в зависимости от их радиационного состояния, состояния инженерных барьеров безопасности, уровня технологий и других факторов, в том числе социальных и/или экономических.
Вариант ликвидации предусматривал демонтаж оборудования, дезактивацию помещений и удаление всех радиоактивных отходов с площадки для ее реабилитации в целях дальнейшего использования и не рассматривался в качестве основного в силу следующих причин:
- наибольшие объемы демонтажных работ в радиационно опасных условиях;
- максимальный объем отходов от демонтажа (радиоактивных и нерадиоактивных);
- наибольшие сроки вывода из эксплуатации;
- отсутствие научно обоснованных методов утилизации и отраслевой программы по способам обращения с радиоактивно загрязненным графитом;
- нецелесообразность перезахоронения графитовых кладок, активность которых определяется долгоживущими радионуклидами, в специально предназначенных пунктах хранения, рассчитанных, как правило, на 50 лет эксплуатации;
- отсутствие региональных могильников для РАО, содержащих долгоживущие радионуклиды.
К 2009 году, учитывая имеющиеся результаты научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ (НИОКР) и технико-экономических исследований, показывающих принципиальную возможность и экономическую целесообразность создания на месте размещения ПУГР объектов окончательной изоляции радиоактивных отходов, в качестве приоритетного варианта вывода из эксплуатации этих реакторов стали рассматривать радиационно безопасное захоронение на месте.
Преимущества захоронения на месте
Переход от варианта долговременного хранения к захоронению на месте обусловлен, прежде всего, отсутствием за довольно длительный временной интервал проблемно-ориентированных подходов к задаче утилизации/перезахоронения основных радиационно опасных конструкционных элементов реактора, в том числе содержащих просыпи топлива, а также возможностью использовать проектные решения, реализованные ранее, для осуществления варианта захоронения.
Данное направление развития стратегии вывода ПУГР из эксплуатации получило всестороннюю поддержку со стороны Госкорпорации «Росатом». В 2010 году была утверждена отраслевая концепция вывода из эксплуатации ПУГР по варианту захоронения на месте.
Основным аргументом в пользу варианта захоронения ПУГР ФГУП «ГХК» является уникальное расположение реакторов в горных выработках. Горный массив образует природный барьер безопасности – естественный внешний контайнмент, который в совокупности с существующими и дополнительно создаваемыми защитными барьерами обеспечит выполнение современных требований по радиационной безопасности. Кроме того, горный массив выполняет функцию основного конструктивного элемента подземного сооружения, который в состоянии выдерживать значительные внешние и внутренние техногенные нагрузки и воздействия.
Реализация варианта захоронения реакторов на месте позволит локализовать и изолировать основные радиоактивно загрязненные компоненты оборудования, строительных конструкций и радиоактивные отходы в шахтах реакторов с созданием необходимых физических барьеров безопасности, исключающих несанкционированный доступ в зону локализации РАО и нерегламентированный выход радиоактивных веществ в окружающую среду.
Исходное и конечное состояние выводимых из эксплуатации ПУГР представлено на рисунках.
Полный демонтаж (ликвидация) конструкций и строительных сооружений реакторов, содержащих радиоактивные вещества и материалы, удаление с площадок ПУГР загрязненного оборудования, всех радиоактивных отходов, в том числе размещенных во внутриплощадочных хранилищах РАО, а также реабилитация территории площадок ПУГР в целях дальнейшего использования представляются нецелесообразными, принимая во внимание специфику расположения реакторов – тем более, что площадки, на которых размещены реакторы, находятся в зоне, где уже существуют поверхностные и подземные хранилища и объекты захоронения РАО.
Согласно оценкам затрат на проведение работ и накопленному опыту, вывод из эксплуатации уранграфитовых реакторов по варианту захоронения требует меньших, по сравнению с вариантом ликвидации, трудо- и дозозатрат и является более приемлемым по материально-техническим соображениям и срокам выполнения работ.
Таким образом, вывод из эксплуатации промышленных уранграфитовых реакторов ФГУП «ГХК» осуществляется по варианту захоронения на месте.
Обеспечение безопасности
Обеспечение безопасности захоронения ПУГР следует из принятых в отрасли принципов обеспечения безопасности при обращении с радиоактивными отходами.
Безопасность системы захоронения РАО (долговременная безопасность) должна обеспечиваться за счет реализации принципа многобарьерности. Он основан на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду, чтобы нарушение целостности одного из барьеров или вероятные внешние события природного или техногенного происхождения не привели к недопустимому снижению уровня безопасности системы захоронения РАО.
Принцип глубоко эшелонированной (многобарьерной) защиты при выводе ПУГР из эксплуатации предусматривает сочетание существующих барьеров (кожух, металлоконструкции, бетонная шахта, окружающая выработку горная порода) и вновь создаваемых защитных барьеров (засыпка глиной, бетонирование подреакторного пространства, перекрытие, герметизирующее шахту реактора).
В настоящее время проводятся прогнозные расчеты для оценки безопасности захоронения ПУГР на месте, выполняется оценка их воздействия на окружающую среду и человека на весь период потенциальной опасности, разрабатываются отчеты по обоснованию безопасности.
Авторы
П.М. Гаврилов, д.т.н., генеральный директор,
А.А. Устинов, М.В. Антоненко, к.т.н., А.Д. Горобченко, К.Ю. Соколов, Д.В. Жирников
ФГУП «Горно-химический комбинат»
Литература
- Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов по варианту радиационно-безопасного захоронения на месте, 2009.
- Концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, 2008.
- Санитарные правила обеспечения радиационной безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов. СП ВЭ ПР-01. – М.: Госатомнадзор России, 2001.
- Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения. НП-058-04. – М.: Ростехнадзор, 2004.